毕金生
- 作品数：21 被引量：22H指数：2
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项中国科学院战略性先导科技专项国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术自动化与计算机技术电气工程更多>>
- 严重事故堆芯材料氧化分析
- 堆芯材料的氧化是压水反应堆严重事故序列中重要的事故现象,高温氧化释放出大量的热量和可燃气体,将加速堆芯损毁,破坏安全壳的完整性。为了加深对堆芯材料氧化现象的理解,利用MELCOR程序对韩国蔚珍3&4号机组进行系统建模,模...
- 石兴伟靖剑平高新力毕金生陈海英王昆鹏兰兵张春明
- 关键词：压水反应堆严重事故碳化硼
- 文献传递
- 基于MELCOR2.1对CAP1400热管段小破口触发严重事故分析
- MELCOR2.1程序,建立了CAP1400主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型,并以热段5.08cm小破口触发严重事故为研究对象,对严重事故进程进行研究,对缓解措施的功能进行了分析和评价.研究结果表明:CAP...
- 石兴伟靖剑平毕金生兰兵王昆鹏高新力张春明
- 关键词：核电厂安全系统安全壳事故处理
- 严重事故下安全壳内氢气行为与风险分析
- 2017年
- 福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分析结果提供有益补充。本文采用一体化严重事故分析程序和流体力学程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气行为及氢气控制系统性能进行分析评价。首先采用一体化严重事故分析程序计算氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布等,评价安全壳隔间内的氢气风险。并采用计算流体力学程序,进一步对安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析,研究安全壳内氢气和水蒸汽的行为,获得重要隔间内的流场、温度场、压力场、氢气分布及浓度变化等计算结果。CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细,通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为,可以为集总参数程序的计算结果提供补充,为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持。
- 毕金生靖剑平乔雪冬胡文超王闯郭添榕
- 关键词：严重事故
- 第四代反应堆安全分析程序研究现状及发展
- 通过介绍国内外第四代反应堆的发展现状,重点分析了我国高温气冷堆、钠冷快堆和钍基熔盐堆所使用的安全分析程序及其验证工作,阐述了我国核安全审评工作现状,并指出了面临的困难和挑战,最后对我国开展第四代反应堆程序适用性评价及独立...
- 李远山靖剑平毕金生左嘉旭
- 关键词：第四代反应堆
- 可燃毒物组件中次锕系核素嬗变研究被引量：1
- 2017年
- 随着核电的快速发展,核电站卸载的乏燃料越来越多。为了解决这个问题,国际上提出的处置方法是嬗变,但是MA嬗变的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。由于压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是研究了在压水堆可燃毒物组件中添加MA并利用ORIGEN-S程序进行嬗变计算。通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯的影响,初步探索出压水堆MA嬗变的设计方案,为我国现阶段进行压水堆MA嬗变奠定了基础。
- 胡文超韩静茹赵传奇靖剑平毕金生张春明
- 关键词：压水堆MCNP嬗变
- 入口温度和流速对非能动余热排出热交换器性能影响研究
- 本文应用FLUJENT软件对非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同冷却剂入口温度和流速对热交换器换热性能的影响。随着入口温度的增加,热交换器出口温度先增大后减小,最大值出现在入口温度为260℃的情况,...
- 贾斌靖剑平安婕铷毕金生李远山庄少欣
- 关键词：数值模拟FLUENT
- 文献传递
- 10 MWt固态燃料熔盐堆内流动和换热特性研究被引量：1
- 2018年
- 10 MWt固态燃料熔盐堆的堆芯是由石墨球随机堆积而成的,在研究中对所有的石墨球进行网格划分和模拟计算存在较大困难。本文利用计算流体力学分析程序,基于多孔介质方法进行建模,分析堆内熔盐流动和换热的特性,同时研究入口温度、进口速度和孔隙率对熔盐流动和换热的影响,结果表明:在设计工况下堆芯进出口压降为3.5 kPa,温升为27℃,略小于设计值的28℃,熔盐密度从1 987 kg/m^3下降到1 964 kg/m^3。普朗特数(Pr)和进出口温升随着熔盐入口温度和进口速度的增加而减小,压降随着入口温度的减小和进口速度的增加而增大,孔隙率对Pr和进出口温升基本无影响,但对压降影响较大。
- 靖剑平吴林夏雨齐毕金生贾斌张大林
- 关键词：计算流体力学多孔介质
- 最佳估算加不确定性分析方法在我国核安全审评中的应用被引量：2
- 2016年
- 目前核电厂安全分析用计算机程序多是基于保守方法开发的,给核电厂的设计和分析带来了过量裕度,增加了核电厂优化和改进的难度,使用最佳估算加不确定性分析方法可以减少或消除这些不必要的限制。在AP1000和CAP1400的审评过程中,国家核安全局采用最佳估算加不确定性方法对大破口失水事故进行了审查。本文介绍了四种最佳估算加不确定性分析方法,对不确定性的来源和不确定性统计方法进行了论述。基于ASTRUM方法,利用RELAP5程序对AP1000核电厂大破口失水事故进行了独立审核计算,经59组抽样计算后,最大的燃料包壳温度值为1070℃,满足验收准则要求。
- 靖剑平贾斌高新力毕金生孙微张春明
- 关键词：AP1000LOCA
- 模块式小堆超设计基准事故审评原则研究
- 核安全一直是核电厂考虑的首要问题。2011年3月发生的日本福岛核事故使严重事故的研究得到了更广泛的关注,国际上认识到核反应堆堆芯熔化及放射性释放是可能存在的,核电厂安全必须考虑超设计基准事故(BDBA,Beyond De...
- 毕金生何亮石兴伟庄少欣贾斌安婕铷李远山
- 不同燃料球排布方式下熔盐堆堆芯流动和换热特性研究
- 2017年
- 固态燃料熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)的堆芯是由燃料石墨球随机堆积而成的,在分析中建立随机堆积的小球模型存在较大困难和不确定性,通常假设为规则的排布方式。利用计算流体力学分析程序,选取了面心立方和体心立方两种规则的小球排布方式进行建模,分析不同排布方式下堆芯流动和换热的特性。结果表明,面心立方排布下的流线呈现出周期性弯曲,小球中心最高温度为1 153 K,总压降为1 323 Pa,体心立方排布下的流线大体呈直线,小球中心最高温度为1 155 K,总压降为574 Pa,面心立方排布的流动压降明显大于体心立方排布。对于单个中间小球,面心立方排布的小球表面温度分布更均匀,热点温度更低,但熔盐从燃料球底部流动到顶部的压降更大。
- 靖剑平贾斌雷蕾毕金生左嘉旭刘雅宁张春明张大林
- 关键词：计算流体力学
